ICS 27.120.99 F65 备案号：59616—2017 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20442.6—2017 核电厂定期安全审查指南 第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态 Guideline of periodic safety review for nuclear power plants Part 6: Actual condition of structures, systems and components 2017-04- 01 发布 2017-10-01实施 国家能源局 发布 NB/T 20442.6--2017 目次 前言 II 引言 III 1范围. 2术语和定义 3总则， 4 审查范围和内容 审查输入 5 3 6 审查方法， 审查记录和报告 4 附录A（资料性附录） 构筑物、系统和部件的实际状态要素审查流程图（见图A.1） 6 I NB/T20442.6—-2017 前言 NB/T20442《核电厂定期安全审查指南》分为15个部分： 第1部分：通用要求 -第2部分：安全性能； 第3部分：程序； 第4部分：辐射环境影响； -第5部分：概率安全分析； -第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态； 第7部分：经验反馈； -第8部分：老化； -第9部分：确定论安全分析； 第10部分：人因； -第11部分：设备合格鉴定； 第12部分：设计； 第13部分：应急计划； -第14部分：灾害分析； -第15部分：组织机构和行政管理。 本部分为NB/T20442的第6部分。 本部分按照GB/T1.12009给出的规则起草。 本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分起草单位：大亚湾核电运营管理有限责任公司、苏州热工研究院有限公司、中核核电运行管 理有限公司、上海核工程研究设计院。 本部分主要起草人：张士朋、李琪、蒲江、李吉生、王勇、牛绍蕊、王宝亮、薛飞、秦强、朱鹏、 于渭清、祁军、王欣、陈丽、苏夏。 II NB/T 20442.62017 引言 核电厂运行的安全审查有常规安全审查和专项安全审查，它们是安全验证的主要手段。常规安全审 查包括对核电厂硬件和程序的修改、安全重要事件、运行经验、核电厂运行管理、人员资格等的审查。 专项安全审查是在核电厂发生安全上的重大事件之后进行的审查。一般来说，常规安全审查和专项安全 审查不是综合性的，不一定总是考虑安全标准和运行实践的改进、核电厂老化和修改的积累效应、运行 经验反馈及科学技术的发展。为了全面掌握核电厂的实际安全情况，确定应该进行的合理可行的修改， 使核电厂保持高的安全性，定期安全审查是一种有效的方法。 定期安全审查以规定的时间间隔对运行核电厂的安全性进行系统性的再评价，以应对老化、修改、 运行经验、技术更新和厂址方面的积累效应，目的是确保核电厂在整个使用寿期内具有高的安全水平。 定期安全审查是对常规安全审查和专项安全审查的补充。 我国核安全监管部门在HAF103--2004中第10章规定了“在核动力厂整个运行寿期内考虑到运行经 验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息，营运单位应根据管理要求对核动力厂进行系统的安全重 新评价”，并且规定这种评价“必须采用定期安全审查的方式”。2006年，我国核安全监管部门发布了 HAD103/11。按照HAD103/11的要求，运行核电厂应开展14个要素的定期安全审查工作。HAF103和 HAD103/11虽提出了核电厂定期安全审查工作的总体要求、目的、管理流程和审查要点，但并未对如 何具体开展各个要素的审查工作给出具体规定。为此，需要在HAF103和HAD103/11已有规定的基础上， 制定系列标准NB/T20442，用以指导定期安全审查工作的具体实施。 II1 NB/T 20442.6—2017 核电厂定期安全审查指南 第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态 1范围 NB/T20442的本部分规定了核电厂构筑物、系统和部件的实际状态定期安全审查的目的、范围、内 容、方法及过程。 本部分适用于核电厂定期安全审查中构筑物、系统和部件的实际状态要素的审查。本部分规定的内 容以压水堆核电厂为例，其他堆型核电厂可参照使用。 2术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 2. 1 构筑物、系统和部件structures，systemsandcomponents 包含人为因素之外有助于防护和安全的设施或活动的所有要素（物项）的通用术语。 3总则 3.1审查目的 构筑物、系统和部件的实际状态要素的审查目的是确定安全重要构筑物、系统和部件的实际状态， 它们的状态是否能充分满足设计要求。另外，本审查还应确认已有适当书面文件记录构筑物、系统和部 件的状态。 3.2审查要点 构筑物、系统和部件的实际状态要素的审查要点包括： a) 安全重要构筑物、系统和部件的清单及它们的分级； b) 安全重要构筑物、系统和部件的完整性和功能能力的信息，包括材料事例记录； 关于现有的或预计会过时的安全重要构筑物、系统和部件的信息； c) d) 证明功能能力的试验结果； 检查结果； (a f) 维修记录； 安全重要构筑物、系统和部件现有状况的描述； h) 厂址内外可用的核电厂支持设施（包括维修车间等)的描述。 审查范围和内容 4 4.1审查范围 NB/T20442.62017 4.1.1总则 根据核电厂的基本安全功能，确定定期安全审查关注构筑物、系统和部件的范围。 4.1.2安全重要构筑物和系统 压水堆核电厂常见的构筑物和系统通常包括（不限于）： a）反应堆及反应堆冷却剂系统。 b）一回路辅助系统。 专设安全设施。 辅助冷却水系统。 e) 二回路相关系统。 排出物的处理与排放系统。 消防系统。 g) h) 核安全相关的堆芯、核燃料装卸贮存系统。 i) 仪表和控制系统。 电力系统。 j) 通风系统。 安全重要构筑物： 1) 1）反应堆厂房； 2）其他安全重要构筑物，包括核辅助厂房、电气厂房、燃料厂房、应急柴油发电机厂房、重 要厂用水进水廊道、连接厂房、泵站等。 审查过程中，由于各电厂设计不同，可根据实际情况增删安全重要构筑物和系统。 4.1.3需审查的构筑物、设备和部件 4.1.3.1上述关注的系统包含数量众多的设备、部件，按照如下原则筛选、确定审查需重点关注的设 备： a）与安全相关的设备； 3）非安全相关的设备，其失效间接影响安全相关的系统和设备执行其安全功能。 4.1.3.2依据设备的特性，将其分为以下几类： a)# 机械设备：容器（储罐）、泵、热交换器、阀门、管道、过滤器、节流孔板等； b) 电气设备：发电机、变压器、电动机、电缆及附件、配电盘、电气贯穿件、整流装置、逆变装 置、蓄电池等； c) 仪控设备：模拟量传感器、开关量传感器、核测量探测器、开关、继电器、仪控电源、仪控板 件等。 4.1.3.3审查需重点关注的构筑物范围见4.1.2。 4.1.3.4确定重点关注的构筑物、设备范围后，应关注“重要”的部件。“重要”指的是其失效影响构筑 物、设备执行其功能。 4.2审查内容 根据构筑物、系统和部件的实际状态要素的审查要点，结合上述确定的审查目的和范围，构筑物、 系统和部件的实际状态要素审查通常包括（不限于）以下3个部分审查内容： a）安全重要构筑物、系统和部件的实际状态审查，关注的范围见4.1。 审查上述安全重要构筑物、系统和部件的实际状态是否充分满足设计要求，并确认是否已有 2